Источники нейтронов

Источники нейтронов

нейтронный источник энергетический полониевый

Нейтрон занимает исключительное место среди множества элементарных частиц благодаря особой роли, которую сыграли ядерные реакции под действием нейтронов в развитии ядерной физики и её важнейших применений в других науках и в технике. Первое экспериментальное наблюдение нейтрона относится к 1930 году, когда В. Боте и Г. Беккер облучали Ве мишень б-частицами, вылетающими при распаде поллония и наблюдали сильно проникающее, но слабо ионизирующее излучение, которое не даёт сцинцилляций на экране из сернистого цинка.

При прохождении слоя свинца толщиной 2 см интенсивность этого излучения уменьшалась только на 13%, поэтому оно должно было состоять из нейтральных частиц.

В 1932 году ДЖ. Чедвик провёл наиболее тщательные исследования этого излучения и установил, что оно состоит из принципиально новых частиц, которые он и назвал нейтронами.

В настоящее время можно утверждать, что и протоны, и нейтроны (в том числе имезоны) состоят из точечных (с размерами < 10^-16 см) частиц. Это u и d-кварки с дробными зарядами e_u=2/3 e, e_d=-1/3 e и спинами s=½. Если считать, что они бесструктурные, т. е. обладают дираковскими магнитными моментами, которые пропорциональны зарядам, то нетрудно вычислить (ядерный магнетон: µ₀ = eh / (2m_pc)): (1)

Ввиду отсутстыия кулоновского барьера нейтроны инициируют ядерные реакции и при максимально малых достижимых энергиях. В научных и прикладных исследованиях принята следующая классификация нейтронов по энергиям:

Тепловые нейтроны — нейтроны с энергиями от 0,025 до 0,5 эВ. Их особенность состоит в том, что они состоят в термодинамическом равновесии с окружающей средой.

Резонансные нейтроны — с энергиями от 0,5 до 1 кэВ.

Быстрые нейтроны — с энергиями от 100 кэВ до 14 МэВ.

Применение нейтронов в настоящее время вошло в практику большого числа лабораторий и позволяет решать целый ряд важных задач физики атомного ядра и других отраслей науки. Многообразие потребностей в нейтронах требует многообразия и в способах их получения. Из-за относительно короткого времени жизни, нейтроны не встречаются в природе в свободном состоянии поэтому необходимо получать их искусственным путём. Для этого используют различные источники и генераторы.

1.Характеристики источников нейтронов

Нейтронные источники? устройства или вещества, излучающие нейтроны. Для этого используются ядерные превращения и деления ядер.

Важнейшими характеристиками источников являются:

Энергетический спектр. Чаще используются источники со сплошным спектром в некотором интервале энергии нейтронов. Исследовательские ядерные реакторы предоставляют возможность получения пучков тепловых и медленных монохроматических нейтронов.

Поляризация нейтронных пучков. В неполяризованном пучке вероятность обеих проекций спина нейтрона на направления пучка одинакова. Для исследования спиновых эффектов на исследовательских реакторах и на ускорителях возможно получение поляризованных пучков, в которых определённое направление проекции спина имеет высокую вероятность.

Временная характеристика нейтронных пучков. Большинство нейтронных источников являются источниками непрерывного действия. Для научных исследований созданы нейтронные пучки импульсного действия.

Интенсивность нейтронных источников. Определяется количеством нейтронов, испущенных в единицу времени. Интенсивность потока нейтронов от изотопных источников ограничена активностью препарата и обычно заметно меньше 108 нейтронов в секунду.

Угловое распределение интенсивности. Так называют зависимость интенсивности излучения от угла между направлением бомбардирующих частиц и направлением из источника на точку наблюдения. Знание углового распределения помогает выбрать наиболее выгодные условия облучения и оценить интенсивность пучка нейтронов по всем направлениям.

2.Классификация нейтронных источников

Нейтрон может быть испущен любым ядром, если ему передана энергия возбуждения, превышающая энергию связи нейтрона. Самые мощные нейтронные источники — ядерные реакторы, испускающие до 5* 10¹⁵ нейтронов в секунду с 1 см² активной зоны реактора. Благодаря наличию замедлителей обычно получают значительное количество в потоке тепловых нейтронов с энергией около 0,06 эВ.

В так называемых нейтронных генераторах — электростатических ускорителях заряженных частицполучают почти моноэнергетические потоки нейтронов в интервале энергий от 1,5 до 20 МэВ с интенсивностью до 10¹⁰ нейтрон/с в результате реакции ²Н + ³Н?⁴Не + n (2).

Нейтронные генераторы широко используют для нейтрон-активационного анализа материалов. В нейтронографии используют в качестве нейтронных источников ядерный реактор, работающий в импульсном режиме.

Простейшими нейтронными источниками являются радионуклиды, излучающие нейтроны в результате спонтанного деления атомных ядер. Наиболее распространены 252Cf, ядра которого делятся спонтанно с испусканием большого количества нейтронов-2,34*1012 с-1 г-1, и однородные смеси, состоящие из порошка Be, Li и излучателя б-частиц (210Ро, 227Ас, 228Th, 238Pu) либо источника г-излучения (²⁴Na, ⁵⁶Mn, ¹²⁴Sb). Под действием б-излучения из ядер испускаются нейтроны по реакции (б, n): ⁹Ве + ⁴Не-¹²С + n + 5,704 МэВ (3) или по реакции (г, n): ⁹Ве + г?⁸Ве + n — 1,666 МэВ (4)

В так называемых ампульных нейтронных источниках радиоактивный материал заключают в герметичные оболочки (ампулы) из прочного и химически стойкого материала (нержавеющая сталь, платина, тантал, цирконий). Основные достоинства ампульных нейтронных источников: компактность, портативность, возможность контролирования потока нейтронов определенной интенсивности, надежность и безопасность. Их применяют в приборах для измерения влажности материалов, толщины нанесенных слоев, для неразрушающего контроля качества изделий, для пуска ядерных реакторов, в научных исследованиях.

Ниже будут рассмотрены следующие виды источников:

Ш Изотопные (ампульные) Ш Импульсные (ядерные реакторы) Ш Нейтронные генераторы Ш Источники на базе ускорителей

2.Изотопные источники нейтронов

Изотопные источники — устройства, в которых идут ядерные реакции с образованием нейтронов.

Интенсивность потока нейтронов от изотопных источников ограничена активностью препарата и обычно заметно меньше 108 нейтронов в секунду. Кроме того, такие изотопные источники имеют сплошной спектр нейтронов (~0.1 — 12 МэВ) и высокий фон гамма-излучения.

Радионуклидные источники Эти источники представляют собой однородную спрессованную смесь бактивного вещества обычно с порошком металлического бериллия или бора. Кроме бериллия и бора иногда используются лёгкие элементы: фтор, литий, углерод и т. д. б-излучателями служат б-активные изотопы ²¹⁰Po, ²²⁶Ra, ²³⁹Pu, ²⁴¹Am.

Источники с радием в виде б-излучателя дают нейтроны по реакции (б, n), вызываемой б-частицами как собственно ²²⁶Ra, так и продуктов его распада. Преимущество источника — большой срок службы (период полураспада радия 1620 лет), недостаток — интенсивное сопутствующее гамма-излучение. В источнике происходит ядерная реакция:

Be + б? ¹²C + n (5)

Полониево-бериллиевый источник нейтронов (ампульный) представляет собой механическую смесь полония и бериллия. Нейтроны испускаются ядрами бериллия под воздействием альфа-частиц, образующихся при распаде полония. Полоний-210 — практически чистый альфа-излучатель с энергией 5,305 МэВ и периодом полураспада 138,4 суток.

Рисунок 1. Ампульный источник нейтронов Рисунок 2. Энергетические спектры (б, n) источников нейтронов.

Преимущество полониевых источников состоит в том, что они имеют менее интенсивное ?- излучение (1 ?-квант/нейтрон), чем радиевые источники (10 ?-квант/нейтрон).

Основной недостаток — небольшой срок службы, определяемый периодом полураспада полония, однако, этот недостаток можно рассматривать как преимущество. В связи с относительно небольшим периодом полураспада при использовании полония-210 в изделиях практически не возникает проблемы долговременного хранения радиоактивных отходов. Ещё один тип радионуклидного источника нейтронов строится на калифорний-бериллиевой смеси. Калифорний-252 имеет период полураспада 2,6 года. При этом самопроизвольно делится 3% всех атомов и при каждом делении выделяется четыре нейтрона. Вот именно такая нейтронная эмиссия и делает ²⁵²Сf интересным, ибо 1 г в секунду выделяет 2,4*10¹² нейтронов.

Это соответствует нейтронному потоку среднего ядерного реактора! Если бы такое нейтронное излучение захотели получить классическим путем из радиево-бериллиевого источника, то для этого потребовалось бы 200 кг радия. Столь огромного запаса радия не существует на Земле. Даже такое невидимое глазом количество, как 1 мкг ²⁵²Cf, дает более 2 миллионов нейтронов в секунду. Поэтому ²⁵²Cf в последнее время используют в медицине в качестве точечного источника нейтронов с большой плотностью потока для локальной обработки злокачественных опухолей.

Изотопный источник ²⁵²Сf обладает следующими преимуществами: постоянство величины потока (не требуется мониторинг); длительный ресурс (более трех лет); сравнительно низкая стоимость и «точечность» источника (его габариты малы по сравнению с геометрией облучения и измерения). Среди недостатков ²⁵²Сf :

ь ограничения по порогу реакции взаимодействия и по измерительным возможностям;

ь радиационная опасность в эксплуатации (постоянно действующий излучатель) ь необходимость мер радиационной защиты при хранении.

Кроме того, ²⁵²Cf принадлежит к ядерным материалам, которые являются федеральной собственностью, стратегически значимы в проблеме ядерного нераспространения и, следовательно, требуют особых мер государственного учета, контроля и физической защиты.

Фотонейтронные источники В этих источниках нейтроны получают по реакции (?, n), которая может идти при энергиях ?-квантов, превышающих энергию связи нейтрона в ядре мишени. Мишени делятся на две группы:

ь — бериллиевые и дейтериевые мишени со сравнительно низкими порогами: 1,67 и 2,23 МэВ соответственно ь — мишени из элементов, для которых энергия связи нейтрона в ядре выше 6 МэВ.

Радиоактивные изотопы, как источники ?-излучения, не испускают обычно г-квантов с энергией, большей 3 МэВ, поэтому в радиоактивных фотонейтронных источниках используются в виде мишеней только бериллий и дейтерий. В виде источников ?-квантов используются радиоактивные изотопы ²⁴Na,⁵⁶Mn, ⁷²Ga, ⁸⁸Y, ¹¹⁶La, ¹⁴⁰La, ²²⁸Th в равновесии с основными дочерними продуктами распада. В этих источниках разброс нейтронов по энергиям бывает небольшой, поэтому для многих практических задач такие источники могут считаться моноэнергетическими. Сечения образования нейтронов ?-квантами значительно меньше, чем

?-частицами. Поэтому выход нейтронов по реакции (?, n) обычно меньше, чем источников по реакции (?, n). Диапазон энергий нейтронов: 0,2 — 0,8 МэВ. Для получения нейтронов в источниках с мишенями второй группы используют ?-кванты, возникающие при различных ядерных реакциях или на электронных ускорителях.

Импульсные источники нейтронов Импульсный источник нейтронов получают двумя основными методами:

Ш непрерывный пучок нейтронов от источника прерывают специальным механическим затвором;

Принцип действия одного из типов прерывателя — прерывателя Ферми проиллюстрирован на рисунке 3. С помощью двух прерывателей возможно формирование монохроматического пучка нейтронов. Первый прерыватель служит для получения импульсного пучка. Второй, установленный на некотором расстоянии от первого — для его монохроматизации.

Рисунок 3. Принцип работы прерывателя Ферми Нейтроны больших энергий долетают до второго прерывателя быстрее, чем нейтроны меньших энергий. Подобрав соответствующим образом скорости вращения прерывателей, можно добиться ситуации, когда второй прерыватель будет пропускать нейтроны, только в определенном энергетическом диапазоне.

Ш ускоренные заряженные частицы в ускорителе на короткое время отклоняют на мишень, в которой происходит ядерная реакция с образованием нейтронов.

В качестве импульсного источника нейтронов используют также импульсные ядерные реакторы.

Различают три типа импульсных реакторов:

ь самогасящиеся импульсные реакторы, ь периодические импульсные реакторы, ь бустеры.

В импульсных реакторах цепная реакция развивается на мгновенных нейтронах. С помощью так называемых модуляторов реактивности реактор на короткий промежуток времени (от ~10^-4 с до нескольких секунд) переводится в надкритическое состояние, когда коэффициент размножения нейтронов без учета запаздывающих нейтронов k > 1. В реакторе быстро развивается цепная реакция деления. Затем реактор переводится в подкритическое состояние и процесс затухает. В результате генерируются импульсные нейтронные потоки большой интенсивности. Управлять критичностью реактора с помощью мгновенных нейтронов опасное занятие.

" Проводить такие эксперименты — все равно, что щекотать хвост спящего дракона!" - сказал Р. Фейнман.

Пульсирующие нейтронные источники, используемые в спектроскопии по времени пролета, могут быть механическими устройствами для низкоэнергетической области. Прерыватели для быстрых нейтронов с продолжительностью импульса примерно равной 1 мксек дают еще весьма приемлемые потоки с разумным разрешением в энергетической области ниже I00.se.

Источником непрерывного пучка медленных нейтронов служит ядерный реактор. Нейтроны выводят из реактора по специальным каналам, проходящим от активной зоны или отражателя реактора через защиту в лабораторное помещение. Поток нейтронов на выходе канала из защиты реактора зависит от потока нейтронов в начале канала и от диаметра самого канала. Пучок нейтронов прерывают механическим затвором, который называют механическим прерывателем. Его располагают на выходе нейтронного канала из защиты реактора. Он открывает канал для прохода нейтронов на короткое время, образуя импульс нейтронов Наиболее распространенной конструкцией прерывателя является вращающийся коллиматор в форме ротора с системой узких щелей по диаметру. Ротор пропускает нейтроны в течение короткого времени, когда щели располагаются параллельно пучку нейтронов. На все остальное время вращения ротора нейтронный пучок прерывается. Современные системы механических прерывателей нейтронов имеют ротор диаметром 50−60 см, вращающийся со скоростью до 30 000 об/мин. Механический прерыватель определяет основные характеристики импульса нейтронов. Для ротора с параллельной системой щелей длительность импульса нейтронов находят из выражения

T = (6)

где R — радиус ротора;? — угловая скорость вращения ротора; h — ширина щели.

Длительность Т равна времени перекрытия щели шириной h при скорости вращения ?. В течение этого промежутка времени нейтроны проходят через ротор. Формула дает приближенное значение длительности импульса нейтронов, так как на длительность влияет еще ряд факторов. Во-первых, геометрическое закрытие щели (отсутствие «прямой видимости» через щель) не означает закрытия нейтронного канала. Некоторое время нейтроны будут еще проходить ротор, так как толщина материала ротора на их пути невелика. Этот эффект (прострелы нейтронов через ротор при небольших углах поворота системы щелей) увеличивает длительность импульса нейтронов. Во-вторых, длительность импульса нейтронов возрастает за счет расходимости самого пучка нейтронов из реактора. В самом деле, любой коллимированный пучок нейтронов не является строго параллельным. Он расходится под некоторым углом, определяемым диаметром Длительность Т зависит также от скорости нейтронов v. Эта зависимость весьма существенна при малых «прямой видимости» для нейтронов реактора, что приводит к увеличению длительности импульса нейтронов. энергиях нейтронов, так как время их движения внутри ротора становится сравнимым с временем перекрытия щели. Для этих нейтронов как бы уменьшается время «прямой видимости». Нейтроны могут войти в ротор еще при открытой щели, но не успевают из нее выйти до полного перекрытия. Этот эффект приводит к уменьшению длительности импульса нейтронов при малых энергиях. Для каждого прерывателя нейтронов существует такая скорость (энергия) нейтронов, с которой они не успевают пройти ротор за время перекрытия щели. Эту скорость называют граничной v_гр. Она определяет нижнюю границу спектра по энергии нейтронов, которую можно измерить с данным механическим прерывателем. Найдем граничную скорость v_гр

Время пролета нейтронов через ротор радиуса R со скоростью v:

t_гр=2R/v_гр (7)

с другой стороны, для ротора, вращающегося с угловой скоростью ?, значение t_гр равно удвоенному времени перекрытия щели шириной:

t_гр= (8)

Приравнивая последние два выражения, получим :

v_гр = (9)

Определенное значение v_гр и зависимость длительности импульса нейтронов в механическом прерывателе от скорости нейтронов приводит к тому, что ротор неодинаково пропускает нейтроны разных энергий. Это явление искажает исходный спектр реактора. Измеренный спектр нейтронов поправляют с помощью функции пропускания механического прерывателя. Эта функция количественно характеризует различие в пропускании прерывателем нейтронов разных энергий. Функция пропускания прерывателя есть отношение числа нейтронов со скоростью и, прошедших через ротор, к числу всех нейтронов той же скорости, вошедших в ротор за время перекрытия щели. Аналитический вид функции пропускания определяется размерами ротора, формой щели и расходимостью пучка нейтронов. Функция пропускания равна нулю для граничной скорости нейтронов v_гр

Граничная скорость игр автоматически исключает эффект рецикличности в спектрометрии нейтронов по времени пролета и одновременно дает условие для выбора значения пролетной базы L. Рецикличность — это эффект наложения двух и более импульсов нейтронов в детекторе. При большой пролетной базе L быстрые нейтроны из последующего импульса нейтронов могут «догнать» и «опередить» самые медленные нейтроны из предыдущего импульса нейтронов. Без граничной скорости vнаблюдаться при любых пролетных базах L, так как в реакторном пучке имеются нейтроны всех скоростей, в эффект рецикличности мог бы том числе и очень малых. Эффект рецикличности вносит неопределенность во время пролета t, так как становится неясным момент старта зарегистрированного нейтрона. Граничная скорость позволяет не допустить рецикличности для некоторых значений пролетных баз L. Это достигается при выполнении условия, что интервал времени между стартами двух импульсов нейтронов больше времени пролета t базы L

нейтронов с граничной скоростью v. Для импульсов нейтронов, следующих друг за другом через пол-оборота ротора, это условие запишется в виде :

(10)

Отсюда получаем условие для выбора пролетной базы:

(11)

Момент образования импульса нейтронов в прерывателе фиксируется внешними устройствами.

Например, на ротор наносится слой ферролака, узкая полоска которого вблизи щели намагничивается. При вращении ротора эта полоска проходит мимо магнитной головки и индуцирует в ней электрический импульс, возникающий одновременно с импульсом нейтронов. Этот сигнал служит стартовым импульсом спектрометра. От него отсчитывают время пролета.

3.Нейтронные генераторы

Этот тип нейтронных источников нашёл широкое применение как в научных исследованиях, так и в промышленности. При малых размерах они способны создавать значительный нейтронный поток.

В нейтронных генераторах обычно используются реакции t (d, n)⁴He и d (d, n)³He, максимумы сечения которых находятся при небольших энергиях (см. рис. 4 и 5). Это позволяет использовать небольшие ускорители, например, каскадные генераторы. Энергия дейтронов 130 кэВ в с.ц.и., при которой достигается максимум сечения реакции d (t,⁴He)n соответствует энергии в л.с. ~220 кэВ. Энергия ускоренных частиц в таких нейтронных генераторах обычно 100 — 300 кэВ. Как правило, ускоряются дейтроны.

Рисунок 4. Функция возбуждения Рисунок 5. Функция возбуждения для реакции t (d, n)⁴He для реакции d (d, n)³He

Так как энергия этих реакций заметно больше энергии ускоряемых частиц, нейтроны вылетают из мишени почти с одинаковыми энергиями. При энергии дейтронов 200 кэВ энергия нейтронов во всем диапазоне углов варьируется от 15.1 до 13.2 МэВ. Нейтронный генератор может быть точечным моноэнергетическим источником нейтронов. Нейтроны из реакции d-t вылетают из мишени практически изотропно. Угловое распределение нейтронов из реакции d-d имеет небольшой максимум в направлении дейтронного пучка. При небольших энергиях дейтронов альфа-частицы из реакции d (t,⁴He)n вылетают из мишени-конвертера под углами близким к 180^о относительно направления вылета нейтронов (см. рис.6). Если регистрировать альфа частицы, то соответствующие им нейтроны оказываются как бы «меченными». Энергии и направления вылета из мишени-конвертера нейтронов через кинематические соотношения однозначно связаны с энергиями и углами вылета альфа-частиц. Таким образом можно осуществить электронную коллимацию нейтронного пучка. Момент вылета нейтрона из мишени также фиксируется с помощью детектирования сопутствующих альфа-частиц, что может быть использовано во времяпролетной методике.

Рисунок 6. Зависимость угла между направлениями вылета нейтронов и альфа-частиц от угла вылета нейтронов относительно направления дейтронного пучка при энергии дейтронов 200 кэВ.

Ускорители, используемые в таких нейтронных генераторах, обычно непрерывного действия. Чтобы получить импульсный пучок используют импульсные ионные источники или устройства отклонения и группировки.

На рисунке 7 показана упрощенная схема нейтронного генератора.

Рисунок 7. Упрощенная схема нейтронного генератора.

Мишени-конвертеры нейтронных генераторов, позволяющих получить высокоинтенсивные потоки нейтронов, обычно твердотельные, и представляют собой тонкие слои (до нескольких десятков мкм) титана, скандия или цинка, нанесенные на медную подложку (см. рис. 8). Эти металлы способны образовывать так называемые металлические гидриды. Так гидриды титана или скандия способны удерживать до двух атомов изотопов водорода на один атом металла. Это свойство металлических гидридов позволяет использовать их в качестве аккумуляторов изотопов водорода и в частности изготовлять из них мишени-конвертеры.

Энергия, теряемая пучком заряженных частиц в мишени может достигать больших величин (до десятков кВт на квадратный сантиметр). Это требует эффективного охлаждения. Обычно используется водяное охлаждение. Кроме того, мишень часто представляет быстро вращающийся диск. Таким образом увеличивается эффективная площадь, на которую попадает пучок.

На нейтронных генераторах, использующих реакцию d (t,⁴He)n удается получить потоки нейтронов до ~10¹⁴ нейтронов/с на телесный угол 4р. У «стандартных» нейтронных генераторов они заметно меньше (~10¹⁰ нейтронов/с). Нейтронные генераторы могут быть весьма малогабаритными, например, для работы в скважинах.

Рисунок 8. Разрез мишени нейтронного генератора;

1) слой титана, 2) каналы для охлаждения, 3) медная подложка.

4.Нейтронные источники на базе ускорителей

В рассмотренных выше нейтронных генераторах, ускорители на небольшие энергии используются только для получения нейтронов. За счет большой положительной энергии реакции d (t,⁴He)n, ее большого сечения и небольшой энергии, инициирующих реакцию дейтронов, удается получать интенсивные потоки нейтронов с энергией ~14 МэВ и довольно незначительным разбросом по энергии. Если необходимы нейтроны бОльших энергий, используют ускорители с более высокоэнергетичными пучками. Обычно, они используются не только для получение нейтронов, но и для других задач. На рис. 9 показана зависимость энергии нейтронов образующихся в реакции d (t,⁴He)n от энергии дейтронов для двух углов вылета нейтронов относительно направления дейтронного пучка.

Видно, что по мере роста энергии дейтронов, кинематический разброс энергий нейтронов возрастает, и, соответственно труднее добиться моноэнергетичности нейтронов. Кроме того, с ростом энергии падает выход нейтронов.

Для получения нейтронов на ускорителях также используются реакции 9Be (p, n)10B, ⁹Be (d, n)⁹B,

⁷Li (p, n)⁷Be, ⁷Li (d, n)⁸Be и другие. Однако получение моноэнергетических нейтронов в этом случае связано с дополнительными трудностями, т.к. по мере роста энергии появляются нейтроны, связанные с возбужденными состояниями конечных ядер.

Рисунок 9. Зависимость энергии нейтронов образующихся в реакции d (t,⁴He)n от энергии дейтронов для двух углов вылета нейтронов относительно направления дейтронного пучка.

5.Реакция развала

Высокоинтенсивные источники быстрых нейтронов можно получить при использовании реакции развала дейтронов средних энергий (~20−50 МэВ) на легких ядрах. Получающиеся в результате развала нейтроны летят в довольно узком конусе вперед. Разброс их энергий довольно большой (МэВы). Основные проблемы, возникающие при повышении выхода нейтронов — получение сильноточных пучков и отвод тепла от мишени-конвертера. Пока интенсивность потока нейтронов у таких источников не превышает 10¹⁴ нейтронов/c. Однако под эгидой МАГАТЭ во Фраскати (Италия) силами Европейского Союза, Японии, России и США соружается установка IFMIF (International Fusion Material Test Facility), на которой должна быть получена интенсивности до 10¹⁷ нейтронов/c. Установка будет включать в себя два линейных дейтронных ускорителя (35−40 МэВ/5МВт) и струйную мишень их жидкого лития (рис. 10).

Рисунок 10. Упрощенная схема установки IFMIF

6.Фотоядерные реакции

Имульсные источники нейтронов на базе электронных ускорителей впервые начали создаваться в 50-е годы в Харуэлле (Великобритания).

Нейтроны получаются в результате фотонейтронных реакций (г, xn) от тормозного излучения электронов, падающих на мишень из тяжелых ядер. При энергии электронов 100 МэВ на 20 электронов образуется 1 нейтрон. На рис. 11 показаны зависимости выхода нейтронов на единицу мощности ускорителя от энергии нейтронов. При энергии электронов >100 МэВ выход нейтронов практически перестает увеличиваться с ростом энергии.

Примером нейтронного источника такого типа может служить нейтронный источник на линейном ускорителе электронов ORELA (Oak Ridge Electron Linear Accelerator). Максимальная энергия электронов у ORELA 180 МэВ, длительность импульсов — 4−30 нс, частота — 12−1000 Гц. В качестве мишени-конвертера в основном используется Ta. В каждом нейтронном сгустке содержится 10¹¹ нейтронов в широком энергетическом диапазоне от 10^-3 до 10⁸ эВ. Интенсивность нейтронов разных энергий составляет 4· 10¹³ МэВ^-1с^-1 при энергии нейтронов 1 МэВ и 4· 10¹⁰ МэВ^-1с^-1при 14 МэВ. Для получения нейтронов тепловых энергий используется водяной модератор. Выход нейтронов из фотоядерных реакций мал. Для повышения выхода нейтронов используется размножающая мишень из делящегося материала Рисунок 11. Выход нейтронов в фотоядерных реакциях.

7.Реакция скалывания

Когда высокоэнергетичный протон попадает в ядро, он последовательно взаимодействует с его нуклонами, передавая им часть своей энергии. Получившие энергию нуклоны, в свою очередь взаимодействуют с другими нуклонами. В результате такого внутриядерного каскада, энергия налетевшего протона перераспределяется по все большему количеству нуклонов ядра и через некоторое время образуется составное ядро. Часть нуклонов в процессе развития внутриядерного каскада вылетает из ядра. Такой процесс называется скалыванием или выбиванием (spallation, knock out). Кроме нуклонов из ядра могут вылетать кластеры (альфа-частицы, дейтроны, …). Вылетают такжемезоны, если энергия выше порога их образования. Частицы вылетают («испаряются») также на стадии составного ядра. (Источники нейтронов, основанные на реакции скалывания называют испарительными источниками.) В случае использования толстой мишени формируется также внешний каскад, когда высокоэнергетические частицы из реакции скалывания в свою очередь попадают в ядра мишени.

Рисунок 12. Иллюстрация взаимодействия высокоэнергетичных протонов с атомными ядрами.

Для толстых мишеней и энергий налетающих протонов до ~1 ГэВ выход нейтронов на толстых мишенях подчиняется простой эмпирической закономерности Ш Y (E, A) = 0.1(E — 0.120)(A + 20) для неделящихся мишеней, Ш Y (E, A) = 50(E — 0.120) для 238U,

где энергия протонов E в ГэВ, A — массовое число. При более высоких энергиях линейная зависимость выхода от энергии нарушается. Это связано с возрастающим сечением образования р⁰-мезонов, которые из-за малого времени жизни практически не участвуют во внутриядерном каскаде. Фотоядерные реакции, которые вызывают гамма-кванты из распада р⁰-мезонов, вносят лишь незначительный вклад в выход нейтронов.

Рисунок 13. Выход нейтронов на толстых мишенях

8.Нейтронный источник на пироэлектрических кристаллах

Недавно появились сообщения о создании малогабаритного нейтронного источника, в котором используется свойство пироэлектрических кристаллов создавать сильные электрические поля при их нагревании и охлаждении. Источник устроен следующим образом. В камере, заполненной дейтерием на расстоянии 15 мм размещались два пироэлектрических кристалла (10?20 мм LiTaO₃). Каждый кристалл нагревался с помощью термоэлектрического нагревателя (10 Вт) за 350 с до температуры 130^о С, а затем, после выключения питания нагревателя, охлаждался до комнатной температуры. Поверхность одного из кристаллов, который приобретает положительный заряд при нагревании и отрицательный заряд при охлаждения был покрыт слоем 50 мкм дейтерированного полистирола (C₈D₈)_n. Другой кристалл приобретал при нагревании отрицательный заряд, а при охлаждении — положительный. Под действием электрического поля между кристаллами происходила ионизация газа и ускорение ионов дейтерия. Максимальная энергия ускоренных таким образом дейтронов была 215 кэВ. В результате взаимодействия ускоренных ионов дейтерия с дейтериевой мишенью (дейтерированный полистирол) возникали нейтроны. Было зарегистрировано около 10⁴ нейтронов в одном цикле нагрева-охлаждения. Авторы отмечают, что использование реакции d (t,⁴He)n вместо d (d,³He)n позволит на более чем 2 порядка повысить выход нейтронов.

Рисунок 15. Нейтронный источник на пироэлектрических кристаллах

1.Карелин Е. А., Владимирова Н. А., Калифорниевые источники нейтронов, Димитровград, 1982;

2.Владимирова Н. А. [и др.], Радионуклид-ные (a, n-источники нейтронов, М., 1988. Е. А. Карелин.

3.В. Л. Аксенов, А. М. Балагуров. Времяпролетная нейтронная дифрактометрия. УФН, т.166, № 9, с. 955 (1996)

4.В. Л. Аксенов. Импульсные реакторы для нейтронных исследований. Физика элементарных частиц и атомного ядра. 1995, том 26, вып. 6, с. 1449.

5.Spallation Neutron Source.

6.J. Geuther, Y. Danon, F. Saglime. Nuclear Reactions Induced by a Pyroelectric Accelerator. Phys. Rev. Lett. 96, 54 803 (2006).

7.Власов Н. А. Источники нейтронов, Успехи физических наук, февраль 1951 г.

8.http://profbeckman.narod.ru/radiometr.files